RU2578172C2 - Control rod drive mechanism - Google Patents
Control rod drive mechanism Download PDFInfo
- Publication number
- RU2578172C2 RU2578172C2 RU2012101952/07A RU2012101952A RU2578172C2 RU 2578172 C2 RU2578172 C2 RU 2578172C2 RU 2012101952/07 A RU2012101952/07 A RU 2012101952/07A RU 2012101952 A RU2012101952 A RU 2012101952A RU 2578172 C2 RU2578172 C2 RU 2578172C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- rod
- guide screw
- control
- lifting rod
- latch
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/10—Construction of control elements
- G21C7/117—Clusters of control rods; Spider construction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/12—Means for moving control elements to desired position
- G21C7/14—Mechanical drive arrangements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
ПЕРЕКРЕСТНАЯ ССЫЛКА НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИCROSS REFERENCE TO RELATED APPLICATIONS
Эта заявка притязает на преимущества предварительных патентных заявок: США №61/185,887, поданной 10 июня 2009 года, и No.61/185,887 поданной 10 июня 2009 года, которые во всей их полноте включены в эту заявку в качестве ссылки.This application claims the benefits of provisional patent applications: US No. 61/185,887, filed June 10, 2009, and No.61 / 185,887 filed June 10, 2009, which in their entirety are incorporated into this application by reference.
ПРЕДПОСЫЛКИ ДЛЯ СОЗДАНИЯ НАСТОЯЩЕГО ИЗОБРЕТЕНИЯBACKGROUND OF THE INVENTION
В настоящее время в ядерных реакторах с водяным охлаждением (PWR) и других видах ядерных реакторов используются подвижные управляющие стержни для управления ядерной реакцией.Currently, water-cooled nuclear reactors (PWRs) and other types of nuclear reactors use movable control rods to control the nuclear reaction.
Управляющие стержни содержат материал для поглощения нейтронов и расположены так, чтобы их можно было ввести в ядро реактора. В общем случае управляющие стержни вводятся в ядро реактора, и основное количество нейтронов поглощается ими и основная ядерная реакция замедляется. Точный контроль степени ввода и точное измерение степени ввода очень важны для точного управления реактивностью. Для такого управления используются устройства управления управляющими стержнями (CRDM).The control rods contain material for absorbing neutrons and are arranged so that they can be introduced into the core of the reactor. In the general case, control rods are introduced into the core of the reactor, and the majority of neutrons are absorbed by them and the main nuclear reaction slows down. Accurate control of the degree of input and accurate measurement of the degree of input are very important for precise control of reactivity. For such control, control rod control devices (CRDM) are used.
В экстренных ситуациях управляющие стержни могут быть полностью введены в ядро реактора для того, чтобы быстро погасить ядерную реакцию. В так называемом «быстром выключении реактора» полезно иметь альтернативный быстрый механизм для введения управляющих стержней в ядро реактора. Дополнительно или в качестве альтернативы используются специальные управляющие стержни, которые могут быть полностью введены в ядро реактора (тем самым «выключив» ядерную реакцию) или полностью изъяты из ядра реактора (тем самым возобновив работу реактора). Такие стержни иногда называют «защитными», причем непрерывно регулируемые управляющие стержни иногда называют «серыми стержнями».In emergency situations, control rods can be fully inserted into the reactor core in order to quickly quench the nuclear reaction. In the so-called “fast shutdown of the reactor” it is useful to have an alternative fast mechanism for introducing control rods into the core of the reactor. Additionally or as an alternative, special control rods are used that can be completely inserted into the reactor core (thereby "turning off" the nuclear reaction) or completely removed from the reactor core (thereby resuming operation of the reactor). Such rods are sometimes called “protective rods”, and continuously adjustable control rods are sometimes called “gray rods”.
Учитывая сказанное, известны конструкции устройства управления управляющими стержнями, использующие соединительный стержень, который сцеплен с помощью отдельного механизма в виде вращающейся гайки. В обычном режиме такой механизм прижат к соединительному стержню с помощью положительной магнитной силы, действующей на подмагниченные пружины. Путем вращения гайки соединительный стержень и, следовательно, присоединенные к ней управляющие стержни передвигаются по направлению к ядру реактора или по направлению от него. При быстром выключении реактора ток прерывает действие магнитной силы, подмагниченные пружины разжимают отдельные вращающиеся гайки и «серые стержни» вызывают быстрое отключение реактора. Пример такого устройства раскрыт в следующем источнике информации: Domingo Ricardo Giorsetti, "Analysis of the Technological Differences Between Stationary & Maritime Nuclear Power Plants", M.S.N.E. Thesis, Massachusetts Institute of Technology (MIT) Department of Nuclear Engineering (1977), который включен в заявку в качестве ссылки.With this in mind, the known design of the control device control rods using a connecting rod, which is coupled using a separate mechanism in the form of a rotating nut. In normal mode, such a mechanism is pressed against the connecting rod with the help of a positive magnetic force acting on the magnetized springs. By rotating the nut, the connecting rod and, therefore, the control rods attached to it, move towards or away from the core of the reactor. When the reactor is turned off quickly, the current interrupts the action of magnetic force, the magnetized springs unclench individual rotating nuts and the “gray rods” cause the reactor to shut down quickly. An example of such a device is disclosed in the following source of information: Domingo Ricardo Giorsetti, "Analysis of the Technological Differences Between Stationary & Maritime Nuclear Power Plants", M.S.N.E. Thesis, Massachusetts Institute of Technology (MIT) Department of Nuclear Engineering (1977), which is incorporated herein by reference.
Для встроенных ядерных реакторов с водяным охлаждением (PWR) известно использование внешнего CRDM и объединение его вместе с управляющими стержнями внутри корпуса давления для их удобного прохождения. Для уменьшения величины прохождения было предложено встроить CRDM внутрь корпуса давления. Такая конструкция описана в следующем источнике информации: Ishizaka et al., "Development of a Built-in Type Control Rod Drive Mechanism (CRDM) For Advanced Marine Reactor X (MRX)", Proceedings of the International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Reactors (ANP '92), October 25-29, 1992 (Tokyo Japan) published by the Atomic Energy Society of Japan in October 1992,), который включен в заявку в качестве ссылки.For embedded water-cooled nuclear reactors (PWRs), it is known to use external CRDM and combine it together with control rods inside the pressure housing for easy passage. To reduce the amount of passage, it was proposed to integrate CRDM into the pressure housing. This design is described in the following source: Ishizaka et al., "Development of a Built-in Type Control Rod Drive Mechanism (CRDM) For Advanced Marine Reactor X (MRX)", Proceedings of the International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Reactors (ANP '92), October 25-29, 1992 (Tokyo Japan) published by the Atomic Energy Society of Japan in October 1992,), which is incorporated herein by reference.
Существующие конструкции CRDM имеют определенные недостатки. Недостатки проявляются сильнее при внутренней конструкции CRDM, в которой используется электромеханическое оборудование в условиях высокого давления или высокой температуры, внутри корпуса давления. Расположение CRDM внутри корпуса давления также вызывает его сложные структурные изменения.Existing CRDM designs have certain disadvantages. The disadvantages are more pronounced with the internal design of the CRDM, which uses electromechanical equipment under high pressure or high temperature conditions inside the pressure housing. The location of the CRDM inside the pressure housing also causes its complex structural changes.
Отдельные вращающиеся гайки создают сложную связь между направляющим стержнем, которая плохо влияет на точный ввод «серых стержней» во время обычной работы реактора. Отсоединение вращающейся гайки от направляющего стержня достаточно сложно и очевидно не происходит немедленно после восстановления контакта, вызывая смещение ее местоположения после быстрого выключения реактора. Быстрая остановка направляющего стержня также может вызвать необратимое повреждение его структурной целостности. Также износ при использовании в течение длительного времени является недостатком отдельных вращающихся гаек.Separate rotating nuts create a complex connection between the guide rod, which adversely affects the accurate insertion of the “gray rods” during normal reactor operation. Detachment of the rotating nut from the guide rod is quite difficult and obviously does not occur immediately after the restoration of contact, causing a displacement of its location after a quick shutdown of the reactor. A quick stop of the guide rod can also cause permanent damage to its structural integrity. Also, wear when used for a long time is a disadvantage of individual rotating nuts.
Следующий важный вопрос - это надежность. Быстрая остановка стержней является критичной для безопасности и должна происходить надежно, даже в случае потери охлаждающей жидкости (LОСА) или в других нештатных режимах, которые могут вызвать прекращение питание электрической энергией, в случае больших изменений давления и тому подобное.The next important issue is reliability. A quick stop of the rods is critical for safety and must occur reliably, even in the case of loss of coolant (LOCA) or in other abnormal conditions that can cause a power outage in the event of large changes in pressure and the like.
Детекторы положения управляющего стержня также являются достаточно сложным устройством. В некоторых системах используются внешние детекторы положения, которые требуют прохождения вдоль стенки корпуса давления. Для внутреннего CRDM в ядерном реакторе MRX типа был разработан сложный детектор положения, в котором передатчик генерирует импульсы, которые проходят по магниторезистивному волноводу, и измеряет напряженность магнитного поля для определения положения стержня. Обычно внутренний детектор положения, работающий на основе измерения электрического сопротивления, предрасположен к ошибкам измерений в связи с изменением сопротивления материала вследствие температурных изменений.Detectors for the position of the control rod are also a rather complicated device. Some systems use external position detectors that require passage along the pressure housing wall. For internal CRDM in the MRX type nuclear reactor, a sophisticated position detector has been developed in which the transmitter generates pulses that travel through the magnetoresistive waveguide and measures the magnetic field strength to determine the position of the rod. Typically, an internal position detector based on measuring electrical resistance is prone to measurement errors due to a change in material resistance due to temperature changes.
ОПИСАНИЕ СУЩНОСТИ ИЗОБРЕТЕНИЯSUMMARY OF THE INVENTION
В одном варианте осуществления изобретения, устройство управления стержнями в ядерном реакторе включает:In one embodiment, a rod control device in a nuclear reactor includes:
- управляющий стержень, предназначенный для введения в активную зону ядерного реактора для поглощения нейтронов;- a control rod intended for introduction into the core of a nuclear reactor for neutron absorption;
- соединительный стержень, соединенный с управляющим стержнем;- a connecting rod connected to the control rod;
- управляющий механизм, включающий направляющий винт, сцепленный с управляемой двигателем муфтой, причем вращение муфты вызывает линейное поступательное движение направляющего винта;- a control mechanism including a guide screw coupled to a motor-driven coupling, the rotation of the coupling causing a linear translational movement of the guide screw;
- фиксатор для быстрого соединения и перемещения соединительного стержня вместе с направляющим винтом, причем открытие фиксатора для расцепления соединительного стержня и направляющего стержня вызывается потерей или пропаданием электрической энергии.- a latch for quick connection and movement of the connecting rod together with the guide screw, and the opening of the lock for disengaging the connecting rod and the guide rod is caused by loss or loss of electrical energy.
В другом варианте осуществления изобретения, способ управления стержнями в ядерном реакторе включает:In another embodiment, a method for controlling rods in a nuclear reactor includes:
- линейное перемещение управляющего стержня с помощью направляющего винта;- linear movement of the control rod using a guide screw;
- расцепление в случае быстрой остановки реактора управляющего стержня от направляющего винта, причем управляющий стержень быстро отключается, а направляющий винт не останавливается.- trip in the event of a quick stop of the reactor control rod from the guide screw, and the control rod is quickly disconnected, and the guide screw does not stop.
В другом варианте осуществления изобретения, ядерный реактор включает:In another embodiment, a nuclear reactor includes:
- активную зону;- active zone;
- корпус давления, включающий нижнюю секцию корпуса давления с активной зоной, верхнюю секцию корпуса давления, расположенную над активной зоной и над нижней секцией корпуса давления, а также средний фланец, расположенный над активной зоной и между нижней секцией корпуса давления и верхней секцией корпуса давления;- a pressure casing comprising a lower section of the pressure casing with an active zone, an upper section of the pressure casing located above the active zone and the lower section of the pressure casing, as well as a middle flange located above the active zone and between the lower section of the pressure casing and the upper section of the pressure casing;
- внутреннее устройство управления стержнями (CDRM), закрепленное средним фланцем.- internal rod control device (CDRM) secured with a middle flange.
В другом варианте осуществления изобретения, устройство управления стержнями (CDRM) для использования в ядерном реакторе включает:In another embodiment, a rod control device (CDRM) for use in a nuclear reactor includes:
- соединительный стержень, соединенный с по меньшей мере одним управляющим стержнем;- a connecting rod connected to at least one control rod;
- направляющий винт;- guide screw;
- устройство управления, предназначенное для линейного поступательного перемещения направляющего винта;- a control device designed for linear translational movement of the guide screw;
- электромагнитные катушки;- electromagnetic coils;
- фиксирующее устройство, которое сцепляет стержень с направляющим винтом, реагирует на возбуждение электромагнитных катушек и расцепляет соединительный стержень от направляющего винта при снижении возбуждения электромагнитных катушек.- a locking device that engages the rod with the guide screw, responds to the excitation of the electromagnetic coils and releases the connecting rod from the guide screw while reducing the excitation of the electromagnetic coils.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ СОПРОВОДИТЕЛЬНЫХ ЧЕРТЕЖЕЙBRIEF DESCRIPTION OF THE accompanying drawings
Изобретение может иметь различные варианты осуществления конкретных деталей и механизмов, а также различных технологических операций и деталей технологических операций. Чертежи являются способом иллюстрации (пояснения) и не должны рассматриваться как ограничение рассматриваемого изобретения.The invention may have various embodiments of specific details and mechanisms, as well as various technological operations and details of technological operations. The drawings are a way of illustration (explanation) and should not be construed as limiting the invention.
Фигура 1 схематично показывает корпус ядерного реактора с водяным охлаждением (PWR).Figure 1 schematically shows the body of a water-cooled nuclear reactor (PWR).
Фигура 2 схематично показывает верхний внутренний отдел иллюстрируемого корпуса ядерного реактора.Figure 2 schematically shows the upper inner section of the illustrated nuclear reactor vessel.
Фигуры 3-5 схематично показывают вид системы отключения управляющих стержней с использованием гидравлического подъемного устройства.Figures 3-5 schematically show a view of a shut-off control rod system using a hydraulic lifting device.
Фигуры 6-15 схематично показывают вид системы управления стержнями с функцией электромагнитной серого стержня и магнитной фиксирующей системы с функцией быстрой остановки реактора.Figures 6-15 schematically show a view of a control system for rods with the function of an electromagnetic gray rod and a magnetic fixing system with the function of quickly stopping the reactor.
ОПИСАНИЕ ПРЕДПОЧТИТЕЛЬНЫХ ВАРИАНТОВ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ НАСТОЯЩЕГО ИЗОБРЕТЕНИЯDESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS OF THE PRESENT INVENTION
Как следует из фигуры 1, на ней схематично изображен корпус ядерного реактора с водяным охлаждением (PWR). Как изображено, первичный корпус 10 содержит ядро реактора 12, внутренние спиральные парогенераторы 14 и внутренние управляющие стержни 20. Изображенный корпус реактора включает четыре основные части, а именно: 1) малый корпус 22, 2) верхние внутрикорпусные устройства 24, 3) головную часть корпуса 28. Средний фланец 29 расположен между нижней секцией 22 и верхней секцией 26 корпуса. Иные конфигурации корпуса также могут быть рассмотрены. Следует понимать, что фигура 1 схематична и не показывает такие элементы корпуса, как внутренности корпуса давления для перетекания вторичного охлаждающего вещества внутрь и наружу парогенераторов, также фигура 1 не показывает электрические детали электрических элементов и так далее.As follows from figure 1, it schematically depicts the body of a nuclear reactor with water cooling (PWR). As shown, the
Нижний корпус 22, изображенный на фигуре 1 корпуса ядерного реактора, содержит ядро реактора 12, которое может иметь по существу любую подходящую конфигурацию. Одна из подходящих конфигураций включает ядро из нержавеющей стали, образующее структуру, которая содержит топливные сборки, которые могут заменяться для дозаправки ядерного реактора и которые закрепляются с помощью нижнего корпуса. Изображенный верхний корпус 26 закрывает парогенераторы 14 в изображенном ядерном реакторе с водяным охлаждением, который имеет вид внутреннего парогенератора (иногда называемый интегральным PWR). Парогенератор 14 схематично изображен на фигуре 1. Цилиндрическая внутренняя оболочка верхнего кожуха 30 отделяет отдел центрального подъемного устройства 32 от кольцевого вертикального отдела 34, в котором расположены спиральные парогенераторы 14. Изображенный парогенератор 14 имеет вид спиралевидной катушки, хотя может иметь и другой внешний вид. Первичное охлаждающее вещество протекает вдоль внешней поверхности труб парогенератора 14, а вторичное охлаждающее вещество протекает внутри труб парогенератора 14. При обычном типе циркуляции первичное охлаждающее вещество нагревается от ядра ядерного реактора 12 и протекает через отдел центрального подъемного устройства 32 на выход оболочки внешнего кожуха 30, после чего первичная охлаждающая жидкость протекает вниз через нижний встречный отдел 34 и вдоль парогенераторов 14. Такая первичная охлаждающая жидкость может регулироваться естественной конвекцией, внутренними или внешними насосами первичной охлаждающей жидкости (не показаны), или комбинацией насоса и естественной конвекции. Хотя на фигурах изображен реактор PWR типа, то же самое подразумевается для сосуда давления с внешним парогенератором (не показан), в этом случае проникновение в корпус давления способствует переносу охлаждающей жидкости по направлению к внешнему парогенератору и от него. Изображенная головная часть корпуса 28 является отдельной деталью. Также подразумевается, что головная часть корпуса встроена в верхний корпус 26, в этом случае парогенератор 14 и внешний кожух 30 дополнительно опираются на панели внутри головной части корпуса.The
Изображенный вариант осуществления изобретения ядерного реактора с водяным охлаждением включает внутренние водяные генераторы 14, которые могут иметь различные геометрические формы, в частности, такие как цилиндрическая, вертикальная, наклонная и другие. С целью дублирования в общем случае выгодно иметь более одного парогенератора, трубы которого прокладываются внутри нижнего встречного отдела 34 для достижения тепловой равномерности, однако предполагается, что можно использовать и только один парогенератор. Хотя изображенные на фигурах парогенераторы 14 расположены или закрыты непосредственно внешним кожухом 30, в общем случае парогенераторы могут занимать существенный объем отдела опускной камеры 34, и в некоторых вариантах осуществления парогенераторы могут существенно занимать кольцеобразное пространство между внешней поверхностью внешнего кожуха 30 и внутренней поверхностью корпуса давления 10. Также предполагается, что внутренние парогенераторы или их части могут быть расположены полностью или частично в отделе подъемного устройства 32 над внешним кожухом 30, либо внутри корпуса давления 10. С другой стороны, в некоторых вариантах осуществления ядерный реактор с водяным охлаждением может не иметь встроенные парогенераторы, то есть в некоторых вариантах осуществления изображенные внутренние парогенераторы могут отсутствовать, так как есть один и более внешних парогенераторов. Таким образом, изображенный ядерный реактор с водяным охлаждением приведен в качестве примера и в качестве других вариантов осуществления это может быть кипящий ядерный реактор (BWR) и иной, с использованием как внутренних, так и внешних парогенераторов.The illustrated embodiment of the invention of a water-cooled nuclear reactor includes
На фигуре 2 детально изображен внутрикорпусной отдел 24. Изображенный внешний вид внутрикорпусного отдела 24 предусматривает размещение механизма управления стержнем 40, 42 и направляющие 44 для управляющего стержня, а также устройство, через которое поступают энергия для механизма управления стержнем, а также управляющие сигналы. Это позволяет независимо от механизма управления стержнем или других элементов заменять верхний корпус 26 и встроенный парогенератор 14. Однако также предусмотрен более цельный внешний вид, предусматривающий установку CRDM и встроенного парогенератора в общем отделе.The figure 2 shows in detail the
На фигуре 2 изображен вариант осуществления верхнего внутрикорпусного отдела 24, включающий верхнюю внутрикорпусную корзину 46, опорный элемент 48 CRDM, направляющие 44 для управляющего стержня и механизмы управления стержнем 40, 42. Верхняя внутрикорпусная корзина 46 представляет собой соответствующим образом сваренную структуру, которая включает средний фланец 29 и опорный элемент для направляющих 44 для управляющего стержня. В одном из вариантов осуществления, направляющие 44 для управляющего стержня представляют собой сварную конструкцию из нержавеющей стали марки 304L, привинченную к своему месту, средний фланец 29 представляет собой штамповку из углеродистой стали марки SA508 Gr 4N С12, остальные детали выполнены из нержавеющей стали марки 304L. Опорный элемент CRDM состоит из опорных решеток для механизмов управления стержнем 40, 42 и направляющих для внутриреакторных приборов. Все детали выполнены из нержавеющей стали марки 304L. Опорный элемент CRDM привинчен к верхней внутрикорпусной корзине 46. Ясно, что описаны иллюстративные материалы и конструкции и что возможны другие варианты конструкций и/или совместимых с ядерным реактором материалов для осуществления данного изобретения.Figure 2 shows an embodiment of the
На фигуре 2 в качестве примера изображены два типа механизмов для управления стержнями 40, 42: гидравлический тип 42 механизма управления стержнем, который осуществляет отключение стержней, которые либо полностью изъяты, либо полностью введены в ядро реактора; а также электрический тип 40 механизма для управления стержнями, который управляет серыми стержням, которые вводятся в различном количестве на протяжении жизненного цикла ядерного реактора для управления скоростью ядерной реакции во время нормальной работы реактора. Серые стержни также предназначены для быстрого выключения реактора, путем быстрого введения в ядро реактора, во время чрезвычайных ситуаций. В другом варианте осуществления предусмотрено полностью исключить стержни для остановки реактора, в этом случае «серые стержни» также предусматривают операцию остановки.Figure 2 shows, by way of example, two types of mechanisms for controlling the
На фигуре 2 и далее на фигурах 3-5 изображены детали выполнения стержней для остановки реактора. Стержни для остановки специальным образом размещены в группы, закрепленные в сети или тому подобное, которые работают как единая группа, и все стержни могут двигаться с помощью одного механизма 42. Фигуры 3-5 показывают только механизм 42, а сети и отдельные стержни не показаны. Эта конфигурация указывает на то, что стержни для отключения реактора работают в режиме включено/выключено, так что все стержни полностью введены в ядро реактора 12 для его остановки, либо все стержни полностью изъяты из ядра реактора 12 для обеспечения его нормальной работы.In figure 2 and further in figures 3-5 shows the details of the execution of the rods to stop the reactor. The stopping rods are specially placed in groups attached to a network or the like, which operate as a single group, and all the rods can move using one
На фигуре 3 изображен механизм остановки стержня 42, включающий: цилиндрический корпус 50, цилиндрическую крышку 52, цилиндрическую опорную плиту 54 и соединительный стержень 54, обеспечивающий соединение с решеткой остановки стержня (не показана). Изображенный на фигурах 3-5 механизм остановки стержней 42 приводится в действие гидравлически, с использованием оставшейся очищенной охлаждающей реактор жидкости, поступающей из нагнетающих под высоким давлением насосов, при температуре примерно 500 градусов по Фаренгейту (260 градусов по Цельсию) и давлении 1600 psi для удерживания группы стержней вне зоны ядра реактора 12.The figure 3 shows the stop mechanism of the
На фигуре 4 изображен частный вид поршня со стержнем в извлеченном состоянии. На увеличенной части фигуры 4 показаны вентиляционный канал 60 цилиндрической крышки 52, вместе с подъемным механизмом поршня 62, поршневые кольца 64 (которые выполнены из металла в некоторых вариантах осуществления), амортизатор быстрой остановки 66, буферная пружина 68. Показанное на фигуре 4 извлеченное состояние соответствует цилиндру управляющего механизма 42 в закрытом герметизированном состоянии.The figure 4 shows a particular view of the piston with the rod in the extracted state. The enlarged part of figure 4 shows the
На фигуре 5 изображен частный вид поршня со стержнем во введенном состоянии. На увеличенной части фигуры 5 показаны подъемный механизм поршня, поршневые кольца 64, амортизатор быстрой остановки или поршень амортизатора быстрой остановки 66, направляющая стержневая втулка 70, уплотнительные стержневые кольца 72 (которые выполнены из металла в некоторых вариантах осуществления). Цилиндрическая опорная пластина 54 видна на увеличенной части фигуры, включая канал давления и входной канал 74. Показанное на фигуре 5 введенное состояние соответствует цилиндру управляющего механизма 42 в разгерметизированном состоянии.The figure 5 shows a particular view of the piston with the rod in the entered state. The enlarged portion of FIG. 5 shows a piston lifting mechanism, piston rings 64, quick stop shock absorber or quick stop
В некоторых вариантах осуществления допускается просачивание охлаждающей жидкости мимо поршня и уплотнение вала 64, 72 и становится частью остатков возвращающихся в корпус реактора 10. Цилиндр останавливающего стержень механизма 42 расположен над ядром реактора 12. Гидравлическая линия (не показана) для приведения в действие цилиндра 42 проложена через фланец 29, и приборные линии проложены через герметизированные трубы к общим соединителям, которые также дополнительно используются для механизмов серого стержня. Удлинительные стержни, которые соединяют сети управляющих стержней с решеткой останавливающего стержня, могут быть дополнительно предназначены для того, чтобы скользить через решетку таким образом, чтобы не один отдельный пучок не препятствовал опусканию других управляющих стержней. Дополнительно, удлинительные стержни предназначены для расцепления от сети управляющих стержней таким образом, чтобы останавливающие стержни оставались в ядре реактора при извлечении внутрикорпусного отдела 24. Высвобождение и сцепление выполняется с использованием дистанционного управления во время операций по дозаправке.In some embodiments, coolant can leak past the piston and seal the
Во время обычной работы реактора останавливающие стержни подвешены полностью вне зоны ядра реактора (то есть находятся в изъятом состоянии) путем герметизации гидравлического цилиндра 42 останавливающего стержня. Например, в одном из вариантов осуществления очищенная охлаждающая реактор жидкость поступает из нагнетающих под высоким давлением насосов при температуре примерно 500 градусов по Фаренгейту (260 градусов по Цельсию) и давлении 1600 psi к верхней части подъемного устройства поршня 626 через входной канал 74 основания цилиндра 54. В этом примере, жидкость присутствует в цилиндре 50 над поршнем 60, поступая из корпуса реактора 10 через вентиляционный канал 60 крышки цилиндра, и, следовательно, в корпусе реактора температура составляет 600 градусов по Фаренгейту (315 градусов по Цельсию) и давлении 1500 psi, приводя фактически к разнице давления 100 psi на концах поршня 62. Размер поршня выбран таким образом, что достигаемая разница давления достаточна для поддержки необходимой нагрузки останавливающих стержней и поддержки сетей и других связанных компонентов и подъема группы останавливающих стержней через цилиндр к верхнему ограничителю поршня 62.During normal operation of the reactor, the stopping rods are suspended completely outside the zone of the reactor core (i.e., are in an withdrawn state) by sealing the
В случае быстрой остановки герметичного корпуса, группа останавливающих стержней внезапно разблокируется путем прекращения подачи охлаждающей жидкости в верхнюю часть подъемного устройства поршня 62, приводя давление в питающей линии к уровню атмосферного. В вышеупомянутом примере, в корпусе давления верхнего участка подъемного устройства поршня 62, первоначально образуется разница давления 1500 psi, действующего на подъемное устройство поршня, которое, действуя совместно с силой тяжести, является достаточным для передвижения деталей, включая подъемное устройство поршня 62, амортизатор быстрой остановки 66, буферную пружину 68, соединительный стержень 56, решетку остановочного стержня (не показана) сверху вниз к положению полного введения в ядро реактора, как изображено на фигуре 5. Во время спуска передвигаемых деталей, сила буферной пружины 68 удерживает амортизатор быстрой остановки 66 вне отверстия подъемного устройства поршня 62, предотвращая заполнение жидкостью полости между поршнями 62, 66. Когда верхняя поверхность амортизатора быстрой остановки 66 касается неподвижной цилиндрической опорной плиты 54, последовательное движение подъемного устройства поршня 62 вытесняет задержавшуюся жидкость через регулируемые потоком заслонки, уменьшая, таким образом, кинетическую энергию передвигаемых деталей. Дополнительно, кинетическая энергия уменьшается за счет упругой деформации компонентов передвигаемых деталей, в особенности длинного, и относительно тонкого, соединительного стержня 56. Предполагаются и другие механизмы уменьшения кинетической энергии. При вытеснении жидкости из полости, подъемное устройство поршня 62 касается амортизатора поршня 66, приводя передвигаемые детали к остановке.In the case of a quick stop of the sealed housing, the group of stopping rods is suddenly unlocked by stopping the supply of coolant to the upper part of the
На фигурах 1 и 2, а также на фигурах 6-14 изображен вариант осуществления серых стержней и связанных с ним механизмов управления 40. Как видно на фигуре 6, существует два различных вида серого стержня (тип 1 и тип 2). Серые стержни 80 сгруппированы в группы, которые в свою очередь образуют подгруппы из двух или четырех стержней, закрепленные с помощью соединительных стержней 82, как показано на фигуре 6. Тип 1 также состоит из противовеса 84 на месте одной из сборки группы/соединительного стержня. В частности, хомут 86 соединяет два соединительных стержня 82 и противовес 84, образуя серый стержень, тип 1. Хомут 88 соединяет три соединительных стержня 84, образуя серый стержень, тип 2. Механизм управления 40 серым стержнем располагается над ядром реактора 12. Фигура 7 показывает вид сверху расположения механизмов управления 40 серым стержнем и цилиндрический корпус 50 останавливающих стержней, относительно опорного элемента 48 CRDM. Цилиндрический корпус 50 останавливающих стержней расположен центрально. Четыре наружных механизма управления 40 серыми стержнями, каждый двигающий два стержня типа 1, включая хомут 86, работают одновременно. Два внешних механизма 40, каждый двигающий четыре стержня типа 2, включая хомут 88, также работают одновременно. Эти различные группы механизмов 40 по выбору могут работать вместе или отдельно друг от друга. Провода для передачи сигналов и питания проложены через герметичные трубы или через приборный короб 90 к соединителям на среднем фланце 29 (не показан на фигуре 7).In figures 1 and 2, as well as in figures 6-14, an embodiment of gray rods and associated
В отношении останавливающих стержней, удлинительные стержни соединяют сети управляющих стержней с решеткой стержня так, чтобы они могли проходить через решетку и отдельные группы не мешали друг другу опускаться. Дополнительно, удлинительные стержни факультативно могут быть высвобождены из сети управляющих стержней, так что серые стержни могут оставаться в ядре реактора, тогда как верхние внутрикорпусные устройства извлечены или извлекаются, в то время как внутрикорпусные устройства в основании ядра остаются на месте. Существует два варианта изготовления управляющих механизмов серыми стержнями: «магнитное гнездо» и «ходовой винт». Второй тип обеспечивает более точное управление положением группы серых стержней, соответственно, изображенный вариант осуществления использует вариант второго типа.With respect to stopping rods, extension rods connect the network of control rods to the rod grate so that they can pass through the grate and individual groups do not interfere with each other to lower. Additionally, extension rods can optionally be released from the control rod network so that the gray rods can remain in the reactor core, while the upper internals are removed or removed while the internals at the base of the core remain in place. There are two options for manufacturing control mechanisms with gray rods: “magnetic socket” and “lead screw”. The second type provides more precise control of the position of the group of gray rods, respectively, the depicted embodiment uses an embodiment of the second type.
На фигуре 8, в одном из вариантов осуществления механизм управления 40 серыми стержнями использует конструкцию подъемного стержня с шариковой гайкой. Фигура 8 показывает полностью введенное состояние (слева) и полностью извлеченное состояние (справа). Изображения на фигуре 8 показывают хомут 88 типа 2, для типа 1 устройство хомута 88 заменено хомутом 86. В варианте осуществления, показанном на фигуре 8, верхнее устройство остановки/амортизации расположено на опоре реактора 101, также дополнительно предусмотрена электромагнитная катушка с дополнительными боковыми опорами. Нижняя и верхняя опорные трубы 102, 104, которые расположены на вершине верхней части стопора 100, обеспечивают направляющие для направляющего винтового/вращающегося приемного устройства. Сборка шариковая гайка/мотор 106 расположена на вершине верхней опорной трубы 104 и электромагнитная катушка 108 расположена на вершине двигателя. Внутри электромагнитной катушки 108 располагается подъемное направляющее стержни винтовое фиксирующее приспособление 110, которое в зафиксированном состоянии поддерживает подъемно/соединительную стержневую сборку 112 (дополнительно видно во введенном состоянии на левом рисунке).In figure 8, in one embodiment, the
Индикатор местоположения расположен на опорных трубах 102, 104 между шариковой гайкой/двигателем 106 и верхней частью стопора 100. В некоторых вариантах осуществления, индикатором местоположения является линейный потенциометр, расположенный специальным образом под фиксирующим приспособлением, хотя возможны и другие варианты компоновки. Изображенный линейный потенциометр включает стяжную катушку 120, установленную на опорной трубе 102, а также «шнур» или кабель 122, одним концом соединенный с подъемно/соединительной стержневой сборкой 112, так что шнур или кабель вытягивается из катушки 120 в зависимости от натяжения подъемно/соединительной стержневой сборки 112 (и, следовательно, присоединенной группы серых стержней), двигаясь в направлении ядра реактора 12 (не показан на фигуре 8). Когда движение меняет направление, натяжение стяжной катушки 120 вызывает обратное наматывание шнура или кабеля 122 на катушку 120. Сенсор вращения 124 измеряет скорость вращения стяжной катушки 120 с помощью счетчика, который подсчитывает число контрольных меток, или с помощью других мер измерения скорости. Расположение линейного потенциометра может быть иное, чем изображенное на фигурах, поскольку натяжная катушка 120 расположена так, что остается неподвижной относительно серого стержня и движение обеспечивается шнуром или кабелем 122. Также возможно объединить сенсор вращения 124 вместе со стяжной катушкой 120. Линейный потенциометр выдает выходной электрический сигнал, согласованный с положением соединительного стержня или других деталей 112, которые двигаются вместе с серым управляющим стержнем, таким образом обеспечивая информацию о положении серого стержня внутри ядра реактора 12. Электрический сигнал, указывающий положение, пересылается из корпуса реактора 10 по проводам (не показаны), которые могут быть меньшего размера, чем другие электрические выводы. Устройство определения положения изготовлено и откалибровано для работы при температуре и уровне радиации, свойственном ядерному реактору.The location indicator is located on the
На следующей фигуре 8, а также на фигурах 9-14 на изображенном варианте осуществления передвигаемые детали серого стержня CDRM 40 включают три элемента: направляющий винтовой вращательный отборник, подъемное устройство соединительного стержня, фиксирующая система, которая быстро сцепляет поднимающийся стержень с направляющим винтом. Фигура 9 показывает общий вид (слева) и вид в разрезе (справа) направляющего винтового вращательного отборника. Двигатель включает корпус статора 130, закрывающий статор 132 и ротор 134. Верхняя торцевая крышка 136 статора и радиальные подшипники 138 с регулируемыми промежутками 140 занимают верхнюю часть двигателя, тогда как нижняя часть корпуса 142 и опорные подшипники 144 занимают нижнюю его часть. Верхняя шаровая вращающаяся гайка 150 расположена в нижней части корпуса 142 и навинчена на ротор 134, и верхняя шаровая вращающаяся гайка 152 также навинчена на ротор 134. Обе шаровые вращающиеся гайки 150, 152 соединены между собой, так как накручены на направляющий винт 160 (как показано на фигуре 9). Фигура 9 также показывает часть подъемного стержня и верхней опорной трубы 104.In the following figure 8, as well as in figures 9-14 of the depicted embodiment, the movable parts of the gray rod of the
На фигуре 10, изображен фиксатор, включающий направляющее стержни винтовое фиксирующее приспособление 110 и часть электромагнитной катушки 108. Также на фигуре 10 показан наконечник 111 подъемного стержня 112 и соседний наконечник 160 направляющего винта, заканчивающегося на фиксирующем приспособлении 110. Фиксаторы 170 непосредственно соединяют верхний наконечник 111 подъемного стержня 112 с направляющим винтом 160 для нормальной работы и разъединяют подъемный стержень 112 во время аварийной остановки (смотри фигуру 11). Верх подъемного стержня 112 скручен с верхом соединительного стержня 82 (например, с помощью хомутов 86 или 88), образуя, таким образом, непрерывную связку: подъемный стержень/соединительный стержень. Верх соединительного стержня 82 соединен непосредственно с сетями управляющего стержня, присоединяя, таким образом, управляющие стержни к механизмам. Дополнительно, магнит 113 расположен в непосредственной близости от верхней части 111 подъемного стержня 112 для передачи магнитного сигнала на индикатор положения (см. фигуру 21). Фигура 10 также показывает часть мотора, включая часть корпуса 130, статор 132, ротор 134, который полностью показан на фигуре 9.Figure 10 depicts a latch including rod guiding
Фиксаторы 170 закрыты корпусом 172, который включает пружинную направляющую для фиксирующей пружины 174. Дополнительные элементы изображенной фиксирующей системы включают корпус электромагнита 176, закрывающий электромагниты 177, формируя блок электромагнитных катушек, и постоянные магниты 178 на фиксаторах 170. Направляющий винт 160 вкручен в опору фиксирующей системы 179 корпуса фиксатора 172. Фиксаторы 170 вращаются вокруг поворотных фиксаторов 180 для обеспечения надежной аварийной остановки, вызванной введением опускаемого стержня.The
В этом варианте осуществления, направляющий винт 160 непрерывно опирается на шариковые гайки двигателя (хорошо видно на фигуре 9), что позволяет очень хорошо управлять положением направляющего винта и, следовательно, хорошо управлять положением управляющего стержня. В изображеном варианте осуществления, двигатель (например, статор 132, ротор 134) является синхронным двигателем, в котором ротор 134 является постоянным магнитом. Это выполнение имеет преимущества, такие как компактность и простота, однако возможны другие варианты выполнения мотора.In this embodiment, the
Направляющий винт 160 не останавливается быстро. Напротив, во время аварийной остановки верхний наконечник подъемного устройства стержня 112 связки подъемный стержень/соединительный стержень отсоединяется от направляющего винта 160 с помощью магнитоуправляемой фиксирующей системы (см. фигуру 11). Когда сила разъединяет электромагниты 177, надежная фиксирующая система разъединяет подъемный/соединительный стержни (и управляющий стержень) от направляющего винта, вызывая аварийную остановку. Верхний упор и буферная система (не показана, но похожа на верхний упор и буферную систему изображенных останавливающих стержней, описанных выше и изображенных на фигурах 4 и 5) встроены в блок опора/буфер для уменьшения кинетической энергии в конце аварийной остановки и для поднятия нижней части стержня. Вращающийся отборник (не показан) соединен с направляющим винтом 160, вызывая вращение мотора, вызывая передвижение связки направляющий винт/управляющий стержень.
Нормальное состояние устройства (до аварийной остановки) показано на фигурах 9 и 10. Фигура 9 показывает сборку шариковая гайка/двигатель, фигура 10 показывает фиксирующую систему в нормальном состоянии. Как видно на фигуре 11, постоянные магниты 178 на фиксаторах 170 притянуты магнитной силой в направлении заряженных электромагнитов 177, вращая фиксаторы 170 вокруг поворотных фиксаторов 180 и сцепляя фиксаторы 170 со стыковочной областью подъемного стержня 112. Таким образом, фиксаторы 170 закреплены вместе с подъемным стержнем 112 в нормальном состоянии, показанном на фигуре 10. Далее, опора 179 фиксирующей системы привинчена или иным образом прикреплена к направляющему винту 160. Соответственно, в нормальном состоянии на фигуре 10 подъемный стержень 112 прикреплен к направляющему винту 160 через фиксирующую систему, и для того чтобы сборка шариковая гайка/двигатель, показанная на фигуре 9, перемещала направляющий винт 160, подъемный стержень 112 перемещается направляющим винтом 160.The normal state of the device (before the emergency stop) is shown in figures 9 and 10. Figure 9 shows the assembly of the ball nut / motor, figure 10 shows the locking system in normal condition. As can be seen in figure 11, the
Аварийная остановка описана на фигуре 11, которая показывает подъемный стержень 112 и, следовательно, сборку управляющего стержня во время аварийной остановки. Аварийная остановка вызывается отключением электроэнергии в электромагнитах 177, то есть они отключаются. Это вызывает пропадание силы притяжения в постоянных магнитах 178 фиксаторов 170, и фиксирующая пружина 174 растягивается до разворота фиксаторов 170 относительно поворотных фиксаторов 180 и в сторону от стыковочной области подъемного стержня 112. Это расцепляет фиксаторы 170 от подъемного стержня 112, и сборка подъемный стержень/соединительный стержень (а также сборка управляющего стержня) опускается в направлении реактора 12. Направляющий винт 160 виден на фигуре 11 на уровне, соответствующем положению до его изъятия (то есть направляющий винт 160 не был аварийно остановлен), но электроэнергия в электромагнитах 177 отключилась так, что магнитная сила в катушках пропала.The emergency stop is described in FIG. 11, which shows the lifting
Как далее показано на фигуре 11, поворот фиксаторов 170 относительно поворотных фиксаторов 180 прекращается за счет столкновения в точке 181 с направляющей пружиной корпуса фиксатора 172.As further shown in FIG. 11, the rotation of the
На фигуре 11 и далее на фигурах 12 и 13 изображен направляющий винт 160, приводимый, для повторного сцепления механизма, в полностью введенное положение двигателем с шариковой гайкой (см. также фигуру 9). Направляющий винт содержит на своем основании датчик для подтверждения его полного введения. На фигуре 12 изображен направляющий винт 160 в полностью введенном положении к угловой кулачковой поверхности 182 на наконечнике 111 подъемного стержня 112, который аварийно останавливается до основания, приводя фиксаторы 170 в полностью сомкнутое положение. На фигуре 13 изображены фиксаторы 170, когда питание электроэнергией электромагнитов восстановлено, повторно сцепленные со стыковочной областью подъемного стержня 112, так что сборка подъемный стержень/соединительный стержень повторно присоединена к направляющему стержню 160. Затем нормальный режим работы возобновляется согласно фигуре 10. Для повторения, фигура 12 показывает направляющий винт 160, направляемый обратно вниз в полностью введенное положение в готовности для повторного сцепления направляющего стержня 112. Электроэнергия в электромагнитных катушках 177 все еще отсутствует и фиксаторы 160 все еще расцеплены. Угловые кулачковые поверхности 182 на наконечнике 111 подъемного стержня 112 переводят фиксаторы 170 назад в частично сцепленное состояние с наконечником 111 подъемного стержня 112. Фигура 13 показывает направляющий стержень 160 все еще опущенным, но с восстановленной подачей электроэнергии в электромагнитных катушках 177. Восстановленная магнитная сила теперь повторно сцепляет фиксаторы 170 со стыковочной областью подъемного стержня 112.In figure 11 and further in figures 12 and 13, a
Фигура 9 схематично показывает соответствующий вариант осуществления сборки шариковая гайка/мотор 106, включая нижнюю и верхнюю сборки 150, 152. В общем случае, по существу может быть использован любой вид двигателя, подходящий для работы в корпусе давления реактора.Figure 9 schematically shows a corresponding embodiment of a ball nut /
На фигурах 14 и 15 показан один из вариантов осуществления двигателя с использованием бесщеточного двигателя постоянного тока с электронным управлением (BLDC) 184 с нижней сборкой шаровой гайки 185. Сборки 184, 185 являются вариантом осуществления сборки шариковая гайка/двигатель 106. Изображенный на фигуре 14 BLDC двигатель содержит статор с сердечником и обмоткой 186, расположенной между внешним кожухом 187 и внутренним кожухом 188 статора, и закрытый верхним корпусом 189 и нижним корпусом 190. Ротор 191 содержит постоянные магниты 192. BLDC двигатель 184 производит крутящий момент вследствие взаимодействия магнитного потока 192 и пропускающих электрический ток проводников обмотки статора 186. Нижняя сборка шаровой гайки 185 аналогична нижней сборке шариковой гайки 150, изображенной на фигуре 9, однако в изображенной на фигуре 14 сборке отсутствует верхняя сборка шариковой гайки, соответствующая сборке 152, изображенной на фигуре 9. Сборка на фигуре 14 также состоит из радиального подшипника 193, упорного подшипника 194, закрепленного фиксирующей гайкой 195 радиального подшипника, а также колпака 196 двигателя. Электрические соединения двигателя выполнены из изолированного и прочного металлического подводящего провода. Например, могут быть применены провода таких производителей, как Conax® Technologies (Buffalo, New York, USA). На фигуре 15 изображен BLDC двигатель 184 и нижняя сборка 184 в контексте устройства управления стержнями (CRDM), изображенного на фигурах 10-13. Изображенное на фигуре 15 устройство также включает до этого описанные электромагниты 177, направляющее стержни винтовое фиксирующее приспособление 110, направляющий винт 160 и подъемный стержень 112. Сборка шариковой гайки 185 сцепляет направляющий винт 160 так, что двигатель 184 вращает ротор 191 с постоянными магнитами, и скрепленные вместе сборка 185 и направляющий винт 160 двигаются линейно.Figures 14 and 15 show one embodiment of a motor using an electronically controlled brushless DC motor (BLDC) 184 with a lower
Возвращаясь к фигурам 1 и 2, преимуществом описанного выполнения реактора является то, что средняя секция включает средний фланец 29. Эта секция может быть относительно тонкой и обеспечивать опору для устройства управления стержнями, а также может являться направляющими для измерительной аппаратуры в реакторе. Эта секция обеспечивает электрический и гидравлический входы для устройств CRDM. Каналы для охлаждающей реактор жидкости (не показаны) также дополнительно могут содержаться в этой секции. Эти каналы могут быть дополнительно изолированы внутренним клапаном всякий раз, когда в реакторе повышается давления для ограничения или ликвидации возможной потери охлаждающей жидкости (LOCA).Returning to Figures 1 and 2, an advantage of the described embodiment of the reactor is that the middle section includes a
Изображенные верхние внутрикорпусные устройства 24, включающие CRDM не содержат термоизоляцию. Однако может быть предусмотрена изоляция указанных компонентов с использованием системы изоляции, способной выдерживать температуру около 650 градусов по Фаренгейту (343 градуса по Цельсию). Использование системы изоляции позволяет отказаться от внешней охлаждающей жидкости, хотя она также может дополнительно использоваться. Например, охлаждающая жидкость может поступать к электрическим устройствам для уменьшения нагрева, вызванного работой оборудования. Система изоляции позволяет расположить электрическое устройство CRDM внутри корпуса давления, что снижает конечный вес корпуса реактора 10, существенно снижает количество проникновений в корпус реактора 10 и позволяет перемещать полностью модуль реактора как отдельную конструкцию. Другим преимуществом является уменьшение конечного веса защитного сооружения (не показано). Хотя использование изоляции является преимуществом, возможны другие технические решения с использованием охлаждающей жидкости и/или специальных материалов, способных выдерживать высокотемпературный режим работы без изоляции.The illustrated
В описанном варианте осуществления реактор выполнен с водяным охлаждением (PWR). Однако описанные способы и устройства также применимы для других типов ядерных реакторов, таких как кипящие ядерные реакторы (BWR), которые могут содержать внутренние устройства CRDM, датчики эффективного управления стержня и др.In the described embodiment, the reactor is water-cooled (PWR). However, the described methods and devices are also applicable to other types of nuclear reactors, such as boiling nuclear reactors (BWR), which may contain internal CRDM devices, sensors for effective control of the rod, etc.
Выше был описан предпочтительный вариант осуществления изобретения. Очевидно, что другие варианты осуществления могут иметь место по прочтении и понимании детального описания. Изобретение может быть осуществлено с использованием других вариантов в той мере, какой они возможны в объеме заявленной формулы и ее эквивалентных признаков.A preferred embodiment of the invention has been described above. Obviously, other embodiments may take place after reading and understanding the detailed description. The invention can be carried out using other options to the extent that they are possible in the scope of the claimed formula and its equivalent features.
Claims (22)
- управляющий стержень, предназначенный для введения в активную зону ядерного реактора для поглощения нейтронов;
- подъемный стержень, скомпонованный для поддержания веса управляющего стержня;
- полый направляющий винт, через который проходит подъемный стержень;
- управляющий механизм, включающий (i) вращающуюся муфту, сцепленную с направляющим винтом, и (ii) двигатель, сцепленный с муфтой для ее вращения, приводной механизм скомпонован для запуска с помощью муфты, сцепленной с направляющим винтом для линейного поступательного движения направляющего винта;
-фиксатор, установленный на направляющем винте и скомпонованный для фиксации с подъемным стержнем, причем фиксатор, зафиксированный подъемный стержень и управляющий стержень сдвигаются вместе с направляющим винтом, фиксатор, установленный на направляющем винте, также скомпонован для открытия, в ответ на потерю или пропадание электрической энергии, для расцепления подъемного стержня, причем расцепленный подъемный стержень и направляющий стержень опускаются вниз под действием гравитации для аварийной остановки управляющего стержня при расцеплении фиксатора, причем фиксатор не включает в себя вращающуюся муфту приводного механизма.1. The control device of the rods in a nuclear reactor, including:
- a control rod intended for introduction into the core of a nuclear reactor for neutron absorption;
- a lifting rod arranged to support the weight of the control rod;
- a hollow guide screw through which the lifting rod passes;
- a control mechanism comprising (i) a rotary clutch coupled to the guide screw, and (ii) a motor coupled to the clutch to rotate it, the drive mechanism is arranged to start using a clutch coupled to the guide screw for linear translational movement of the guide screw;
- a latch mounted on a guide screw and arranged to fix it with a lifting rod, wherein the latch, the fixed lifting rod and the control rod are moved together with the guide screw, the latch mounted on the guide screw is also arranged to open in response to the loss or loss of electrical energy , to disengage the lifting rod, and the uncoupled lifting rod and the guide rod are lowered by gravity to emergency stop the control rod p and disengagement of the retainer, wherein the retainer does not include a rotating drive mechanism coupling.
- активную зону;
- корпус давления, включающий нижнюю секцию корпуса давления с активной зоной, верхнюю секцию корпуса давления, расположенную над активной зоной и над нижней секцией корпуса давления, а также средний фланец, расположенный над активной зоной и между нижней секцией корпуса давления и верхней секцией корпуса давления;
- внутреннее устройство управления стержнями (CDRM), закрепленное средним фланцем.11. A nuclear reactor, including:
- active zone;
- a pressure casing comprising a lower section of the pressure casing with an active zone, an upper section of the pressure casing located above the active zone and the lower section of the pressure casing, as well as a middle flange located above the active zone and between the lower section of the pressure casing and the upper section of the pressure casing;
- internal rod control device (CDRM) secured with a middle flange.
- соединительный стержень, соединенный с управляющим стержнем;
- направляющий винт;
- устройство управления, предназначенное для линейного поступательного перемещения направляющего винта;
- фиксатор, имеющий:
зафиксированное состояние (i), при котором соединительный стержень зафиксирован с направляющим винтом, так что соединительный стержень двигается вместе с направляющим винтом, а направляющий винт линейно поступательно перемещается управляющим механизмом;
незафиксированное состояние (ii), при котором соединительный стержень не зафиксирован с направляющим винтом.17. A nuclear reactor according to claim 11, characterized in that the internal device (CDRM) contains:
- a connecting rod connected to the control rod;
- guide screw;
- a control device designed for linear translational movement of the guide screw;
- a latch having:
a fixed state (i) in which the connecting rod is fixed with the guide screw so that the connecting rod moves with the guide screw and the guide screw is linearly moved by the control mechanism;
unsecured state (ii) in which the connecting rod is not fixed with the guide screw.
- управляющий двигатель, содержащий ротор;
- направляющий винт, сцепленный с управляющим двигателем, причем направляющий винт сконфигурирован для перемещения, но не для вращения в ответ на вращение ротора управляющего двигателя;
- фиксирующее приспособление, расположенное на направляющем винте; и
- подъемный стержень, скомпонованный для поддержания веса управляющего стержня;
причем фиксирующее приспособление, расположенное на направляющем винте, скомпоновано таким образом, что содержит:
(i) зафиксированное состояние, в котором подъемный стержень зафиксирован с направляющим винтом с помощью фиксирующего приспособления, расположенного на направляющем винте, и
(ii) не зафиксированное состояние, в котором фиксирующее приспособление, расположенное на направляющем винте, отцепляется в ответ на потерю энергии, вызывающее аварийную остановку, для отсоединения подъемного стержня от направляющего винта.18. The device control rods (CDRM) in a nuclear reactor, including:
- a control engine containing a rotor;
- a guide screw coupled to the control engine, wherein the guide screw is configured to move, but not to rotate in response to rotation of the rotor of the control engine;
- a locking device located on the guide screw; and
- a lifting rod arranged to support the weight of the control rod;
moreover, the locking device located on the guide screw is arranged in such a way that it contains:
(i) a locked state in which the lifting bar is locked to the guide screw with a fixing device located on the guide screw, and
(ii) a non-latched state in which the locking device located on the guide screw is detached in response to energy loss causing an emergency stop to disconnect the lifting rod from the guide screw.
подъемный стержень перемещается через направляющий винт и фиксирующее приспособление расположено на верхнем конце направляющего винта, и в зафиксированном состоянии верхний конец подъемного стержня соединяется с направляющим винтом с помощью фиксирующего приспособления, расположенного на верхнем конце направляющего винта.19. The device according to p. 18, characterized in that
the lifting rod is moved through the guide screw and the fixing device is located on the upper end of the guide screw, and in the locked state, the upper end of the lifting rod is connected to the guide screw using a fixing device located on the upper end of the guide screw.
- управляющий стержень, предназначенный для введения в активную зону ядерного реактора для поглощения нейтронов;
- подъемный стержень, имеющий основание и соединенный с управляющим стержнем;
- полый направляющий винт, через который проходит подъемный стержень;
- управляемая при помощи двигателя муфта, скомпонованная так, что вращение муфты вызывает линейное поступательное движение полого направляющего винта; и
- фиксирующее приспособление, расположенное на верхнем конце полого направляющего стержня, причем верхний конец подъемного стержня зафиксирован с помощью фиксатора к верхнему концу полого подъемного стержня, для перемещения вместе с полым направляющим стержнем, в ответ на вращение муфты, причем фиксатор скомпонован так, чтобы открываться в ответ на потерю или пропадание электрической энергии, для расцепления верхнего конца направляющего стержня от верхнего конца полого направляющего винта.20. A rod control device (CDRM) in a nuclear reactor, including:
- a control rod intended for introduction into the core of a nuclear reactor for neutron absorption;
- a lifting rod having a base and connected to a control rod;
- a hollow guide screw through which the lifting rod passes;
- a motor-controlled clutch arranged so that the rotation of the clutch causes a linear translational movement of the hollow guide screw; and
- a locking device located on the upper end of the hollow guide rod, the upper end of the lifting rod being fixed with a latch to the upper end of the hollow lifting rod, to move together with the hollow guide rod, in response to the rotation of the coupling, the latch being arranged to open in response to loss or loss of electrical energy, for disengaging the upper end of the guide rod from the upper end of the hollow guide screw.
Applications Claiming Priority (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US18588709P | 2009-06-10 | 2009-06-10 | |
| US61/185,887 | 2009-06-10 | ||
| US12/722,662 | 2010-03-12 | ||
| US12/722,662 US8811561B2 (en) | 2009-06-10 | 2010-03-12 | Control rod drive mechanism for nuclear reactor |
| PCT/US2010/037955 WO2010144563A1 (en) | 2009-06-10 | 2010-06-09 | Control rod drive mechanism for nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2012101952A RU2012101952A (en) | 2013-07-27 |
| RU2578172C2 true RU2578172C2 (en) | 2016-03-20 |
Family
ID=43306451
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012101952/07A RU2578172C2 (en) | 2009-06-10 | 2010-06-09 | Control rod drive mechanism |
Country Status (14)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US8811561B2 (en) |
| EP (1) | EP2441074B8 (en) |
| JP (1) | JP5746158B2 (en) |
| KR (1) | KR20120089620A (en) |
| CN (1) | CN102483962B (en) |
| AU (1) | AU2010258777B2 (en) |
| BR (1) | BRPI1013151A2 (en) |
| CA (2) | CA3128766C (en) |
| MX (1) | MX2011013338A (en) |
| RU (1) | RU2578172C2 (en) |
| SG (2) | SG176306A1 (en) |
| UA (1) | UA105667C2 (en) |
| WO (1) | WO2010144563A1 (en) |
| ZA (1) | ZA201108877B (en) |
Families Citing this family (52)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8811562B2 (en) * | 2010-03-12 | 2014-08-19 | Babcock & Wilcox Nuclear Operations Group, Inc. | Control rod drive mechanism for nuclear reactor |
| US9378853B2 (en) | 2010-10-21 | 2016-06-28 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor |
| US10032529B2 (en) * | 2010-12-09 | 2018-07-24 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor internal electric control rod drive mechanism assembly |
| US9620255B2 (en) * | 2010-12-20 | 2017-04-11 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear control rod position indication system |
| US9812225B2 (en) | 2011-04-13 | 2017-11-07 | Bwxt Mpower, Inc. | Compact integral pressurized water nuclear reactor |
| US9394908B2 (en) | 2011-05-17 | 2016-07-19 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control |
| US9985488B2 (en) * | 2011-07-22 | 2018-05-29 | RWXT Nuclear Operations Group, Inc. | Environmentally robust electromagnets and electric motors employing same for use in nuclear reactors |
| US9805832B2 (en) | 2012-02-27 | 2017-10-31 | Bwxt Mpower, Inc. | Control rod drive mechanism (CRDM) mounting system for pressurized water reactors |
| US20160293280A9 (en) * | 2012-02-27 | 2016-10-06 | Bwxt Mpower, Inc. | Crdm internal hydraulic connector |
| US9911512B2 (en) * | 2012-02-27 | 2018-03-06 | Bwxt Mpower, Inc. | CRDM internal electrical connector |
| US20130223579A1 (en) * | 2012-02-28 | 2013-08-29 | Westinghouse Electric Company Llc | Control rod drive mechanism ("crdm") assembly for a nuclear reactor |
| WO2013162898A2 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-31 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Riser transition element for compact nuclear reactor |
| US8958519B2 (en) * | 2012-04-17 | 2015-02-17 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Incore instrumentation cable routing and support element for pressurized water reactor |
| CA2870613C (en) | 2012-04-17 | 2021-03-09 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Small modular reactor fuel assembly |
| US9620253B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-04-11 | Bwxt Mpower, Inc. | Riser cone apparatus to provide compliance between reactor components and minimize reactor coolant bypass flow |
| US9666313B2 (en) * | 2012-04-17 | 2017-05-30 | Bwxt Mpower, Inc. | Small modular reactor refueling sequence |
| US20130301786A1 (en) * | 2012-04-17 | 2013-11-14 | Babcock & Wilcox Mpower Inc | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including an upper hanger plate |
| WO2013158498A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-24 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate |
| US9767930B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-09-19 | Bwxt Mpower, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate |
| WO2013158623A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-24 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Integral pressurized water reactor with compact upper internals assembly |
| US10102932B2 (en) | 2012-04-17 | 2018-10-16 | Bwxt Mpower, Inc. | Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units |
| WO2013165669A1 (en) * | 2012-04-17 | 2013-11-07 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor |
| CN104520938A (en) * | 2012-04-17 | 2015-04-15 | 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 | CRDM internal electrical connector |
| US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
| KR20130131929A (en) * | 2012-05-25 | 2013-12-04 | 한국수력원자력 주식회사 | 4-channel rspt acceptable cedm upper shroud |
| US9496057B2 (en) * | 2012-08-06 | 2016-11-15 | Smr Inventec, Llc | Fail-safe control rod drive system for nuclear reactor |
| US9865364B2 (en) * | 2013-03-15 | 2018-01-09 | Bwxt Mpower, Inc. | CRDM with separate SCRAM latch engagement and locking |
| US10229760B2 (en) | 2013-03-15 | 2019-03-12 | Bwxt Mpower, Inc. | CRDM with separate scram latch engagement and locking |
| EP2973601B1 (en) | 2013-03-15 | 2018-09-26 | BWXT mPower, Inc. | Upper vessel transport |
| US10096388B2 (en) | 2013-03-15 | 2018-10-09 | Bwxt Mpower, Inc. | Extruded guide frame and manufacturing methods thereof |
| CN103527907B (en) * | 2013-09-16 | 2015-08-19 | 中国原子能科学研究院 | A kind of nuclear measurement system nuclear detector draft hitch |
| CN103559919B (en) * | 2013-10-31 | 2015-12-09 | 四川华都核设备制造有限公司 | Control rod drive mechanisms (CRD) and control rod driving method |
| CN103646673B (en) * | 2013-12-13 | 2016-02-03 | 中国科学院上海应用物理研究所 | A kind of scram system and method for control rod drive mechanisms (CRD) |
| FR3039695B1 (en) * | 2015-07-29 | 2017-09-01 | Soc Technique Pour L'energie Atomique | NUCLEAR REACTOR WITH DRIVING OF THE VIS-NUT-TYPE HEART REACTIVITY CONTROLLERS |
| US10269460B2 (en) | 2015-07-31 | 2019-04-23 | Nuscale Power, Llc | Control rod position indicator |
| CN105788668A (en) * | 2016-05-06 | 2016-07-20 | 上海核工程研究设计院 | Split nut driven control rod drive mechanism |
| CN105957560A (en) * | 2016-07-05 | 2016-09-21 | 上海核工程研究设计院 | Reactor body structure of reactor of pressurized water reactor nuclear power plant |
| CN106205748B (en) * | 2016-08-31 | 2018-05-18 | 中国核动力研究设计院 | Reactor control rod driving mechanism |
| KR102495798B1 (en) * | 2016-12-30 | 2023-02-03 | 뉴스케일 파워, 엘엘씨 | Control rod drive mechanism (CRDM) with remote disconnect mechanism |
| US10790066B2 (en) * | 2017-12-04 | 2020-09-29 | Westinghouse Electric Company Llc | Rotational apparatus usable with control drum apparatus in nuclear environment |
| EP3732693A2 (en) | 2017-12-29 | 2020-11-04 | NuScale Power, LLC | Controlling a nuclear reaction |
| CN108735310B (en) * | 2018-06-04 | 2024-06-11 | 江苏核电有限公司 | Simulation training device for measuring electrical parameters of control rod driving mechanism |
| CN111627573A (en) * | 2019-02-27 | 2020-09-04 | 陈敏 | Absolute safety control system of nuclear power generation equipment |
| KR102187262B1 (en) * | 2019-04-25 | 2020-12-04 | 한국전력기술 주식회사 | Control Element Drive Mechanism with Interrior permanent magnet |
| CN110349684B (en) * | 2019-07-15 | 2021-03-09 | 中国原子能科学研究院 | Reactivity control device |
| US11990248B2 (en) * | 2019-08-29 | 2024-05-21 | BWXT Advanced Technologies LLC | Robust nuclear propulsion fission reactor with tri-pitch patterned core and drum absorbers |
| CN112017800B (en) * | 2020-07-31 | 2022-03-29 | 清华大学 | Rod position measuring sensor pressure bearing shell and control rod hydraulic drive system |
| CN111933314B (en) * | 2020-08-07 | 2022-05-10 | 上海核工程研究设计院有限公司 | Passive shutdown device for nuclear reactor |
| US20220059247A1 (en) * | 2020-08-18 | 2022-02-24 | Battelle Energy Alliance, Llc | Control rod system for reactor applications |
| CN112102974A (en) * | 2020-09-14 | 2020-12-18 | 中核核电运行管理有限公司 | Height measuring device for control rod driving rod of nuclear reactor |
| CN112071445A (en) * | 2020-09-21 | 2020-12-11 | 四川大学 | Convoluted electromagnetic control rod drive mechanism and method |
| CN115376709A (en) * | 2022-09-27 | 2022-11-22 | 上海核工程研究设计院有限公司 | Motor lead screw type control rod driving mechanism and driving method thereof |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4649016A (en) * | 1985-10-09 | 1987-03-10 | Westinghouse Electric Corp. | Remotely operable fuel transfer system for nuclear reactor |
| US4713210A (en) * | 1985-11-18 | 1987-12-15 | General Electric Company | Control rod driveline and grapple |
| US5089211A (en) * | 1991-02-11 | 1992-02-18 | General Electric Company | Control rod drive |
| SU757020A1 (en) * | 1978-06-26 | 1996-01-27 | А.К. Бялко | Sealing drive of shim and safety rods |
Family Cites Families (24)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1241783A (en) * | 1959-08-06 | 1960-09-23 | Creusot Forges Ateliers | Device for performing controlled rectilinear movements |
| US3607629A (en) * | 1968-01-24 | 1971-09-21 | Westinghouse Electric Corp | Drive mechanism for control elements |
| US3853699A (en) * | 1970-07-08 | 1974-12-10 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor having control-rod retaining means |
| DE2044303C3 (en) * | 1970-09-08 | 1974-06-06 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Double control element for pressurized water reactors |
| US3741867A (en) * | 1971-06-15 | 1973-06-26 | Gulf Oil Corp | Control rod drive system |
| DE2204182A1 (en) * | 1972-01-29 | 1973-08-02 | Interatom | CONTROL AND SHUTDOWN DEVICE FOR NUCLEAR REACTORS |
| US3857599A (en) * | 1972-12-01 | 1974-12-31 | Combustion Eng | Gripper device |
| US3959072A (en) * | 1973-09-27 | 1976-05-25 | Combustion Engineering, Inc. | Compactable control element assembly for a nuclear reactor |
| GB1576758A (en) * | 1977-05-10 | 1980-10-15 | Zhuchkov I | Control rod drive of nuclear reactor |
| US4187145A (en) * | 1977-07-25 | 1980-02-05 | Combustion Engineering, Inc. | Hydraulic latch scram release mechanism |
| FR2472227A1 (en) * | 1979-12-21 | 1981-06-26 | Framatome Sa | IMPROVEMENT TO LINEAR MOTION DEVICES |
| FR2474743B1 (en) * | 1980-01-24 | 1986-10-31 | Jeumont Schneider | ELECTROMAGNETIC DEVICE OF THE SECURITY SCREW-NUT TYPE |
| FR2475782B1 (en) * | 1980-02-12 | 1986-11-28 | Framatome Sa | IMPROVEMENT IN THE DEVICES FOR CONTROLLING THE ADJUSTMENT BARS OF A NUCLEAR REACTOR |
| US4484093A (en) * | 1982-12-08 | 1984-11-20 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Linear motion device and method for inserting and withdrawing control rods |
| US4663576A (en) * | 1985-04-30 | 1987-05-05 | Combustion Engineering, Inc. | Automatic controller for magnetic jack type control rod drive mechanism |
| JPS62217187A (en) * | 1986-03-19 | 1987-09-24 | 動力炉・核燃料開発事業団 | Drive mechanism of control rod for nuclear reactor |
| JPH06235786A (en) * | 1993-02-10 | 1994-08-23 | Toshiba Corp | Nuclear reactor shut down apparatus |
| JP3358917B2 (en) * | 1995-05-12 | 2002-12-24 | 日本原子力研究所 | Control rod drive |
| JPH1130683A (en) * | 1997-07-09 | 1999-02-02 | Japan Atom Energy Res Inst | Nuclear reactor control rod driving device |
| FR2813701B1 (en) * | 2000-09-01 | 2002-11-29 | Transnucleaire | STORAGE BASKET FOR RADIOACTIVE MATERIAL |
| JP2003130981A (en) * | 2001-10-29 | 2003-05-08 | Japan Atom Energy Res Inst | Control rod drive device in reactor |
| JP2003270375A (en) * | 2002-03-13 | 2003-09-25 | Japan Atom Energy Res Inst | Passive reactor shutdown mechanism |
| JP4105052B2 (en) * | 2003-07-22 | 2008-06-18 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | A method for mitigating stress corrosion cracking in nuclear plant structural materials. |
| US8532246B2 (en) * | 2007-08-17 | 2013-09-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor robust gray control rod |
-
2010
- 2010-03-12 US US12/722,662 patent/US8811561B2/en active Active
- 2010-06-09 SG SG2011089760A patent/SG176306A1/en unknown
- 2010-06-09 WO PCT/US2010/037955 patent/WO2010144563A1/en active Application Filing
- 2010-06-09 AU AU2010258777A patent/AU2010258777B2/en not_active Ceased
- 2010-06-09 CA CA3128766A patent/CA3128766C/en active Active
- 2010-06-09 RU RU2012101952/07A patent/RU2578172C2/en not_active IP Right Cessation
- 2010-06-09 SG SG10201402809SA patent/SG10201402809SA/en unknown
- 2010-06-09 CN CN201080026377.4A patent/CN102483962B/en not_active Expired - Fee Related
- 2010-06-09 EP EP10786770.7A patent/EP2441074B8/en active Active
- 2010-06-09 MX MX2011013338A patent/MX2011013338A/en active IP Right Grant
- 2010-06-09 CA CA2765101A patent/CA2765101C/en active Active
- 2010-06-09 BR BRPI1013151A patent/BRPI1013151A2/en not_active IP Right Cessation
- 2010-06-09 KR KR1020127000769A patent/KR20120089620A/en active IP Right Grant
- 2010-06-09 UA UAA201200240A patent/UA105667C2/en unknown
- 2010-06-09 JP JP2012515100A patent/JP5746158B2/en active Active
-
2011
- 2011-12-02 ZA ZA2011/08877A patent/ZA201108877B/en unknown
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU757020A1 (en) * | 1978-06-26 | 1996-01-27 | А.К. Бялко | Sealing drive of shim and safety rods |
| US4649016A (en) * | 1985-10-09 | 1987-03-10 | Westinghouse Electric Corp. | Remotely operable fuel transfer system for nuclear reactor |
| US4713210A (en) * | 1985-11-18 | 1987-12-15 | General Electric Company | Control rod driveline and grapple |
| US5089211A (en) * | 1991-02-11 | 1992-02-18 | General Electric Company | Control rod drive |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ЕМЕЛЬЯНОВ И.Я. и др., Конструирование ядерных реакторов, Москва, Энергоиздат, 1982, с. 202, 204. * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CA3128766A1 (en) | 2010-12-16 |
| UA105667C2 (en) | 2014-06-10 |
| AU2010258777A1 (en) | 2012-01-12 |
| BRPI1013151A2 (en) | 2016-04-05 |
| WO2010144563A1 (en) | 2010-12-16 |
| SG10201402809SA (en) | 2014-08-28 |
| JP2012529657A (en) | 2012-11-22 |
| SG176306A1 (en) | 2012-01-30 |
| JP5746158B2 (en) | 2015-07-08 |
| EP2441074B8 (en) | 2019-01-09 |
| ZA201108877B (en) | 2012-07-25 |
| EP2441074A1 (en) | 2012-04-18 |
| EP2441074B1 (en) | 2018-08-22 |
| KR20120089620A (en) | 2012-08-13 |
| CN102483962A (en) | 2012-05-30 |
| US20100316177A1 (en) | 2010-12-16 |
| US8811561B2 (en) | 2014-08-19 |
| CN102483962B (en) | 2015-01-21 |
| CA3128766C (en) | 2023-10-03 |
| RU2012101952A (en) | 2013-07-27 |
| AU2010258777B2 (en) | 2015-08-06 |
| CA2765101A1 (en) | 2010-12-16 |
| EP2441074A4 (en) | 2016-07-27 |
| MX2011013338A (en) | 2012-05-08 |
| CA2765101C (en) | 2021-10-19 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2578172C2 (en) | Control rod drive mechanism | |
| RU2580820C2 (en) | Control rod drive mechanism in nuclear reactor | |
| KR102115053B1 (en) | Instrumentation and control penetration flange for pressurized water reactor | |
| KR20130140062A (en) | Nuclear reactor internal hydraulic control rod drive mechanism assembly | |
| KR20150106957A (en) | Method and apparatus for refueling a nuclear reactor having an instrumentation penetration flange | |
| EP2682946A1 (en) | Guide device for neutron flux detector | |
| Ishida et al. | Development of in-vessel type control rod drive mechanism for marine reactor | |
| JP4707217B2 (en) | Boiling water reactor | |
| Narabayashi et al. | Development of internal CRD for next generation BWR | |
| JPH06235785A (en) | Control rod drive mechanism | |
| JP2015102394A (en) | Support device of reactor vessel | |
| Lee et al. | Conceptual Design of Bottom-mounted Control Rod Drive Mechanism | |
| Ishida et al. | Design of passively safe small reactor for distributed energy system and technology development |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20170610 |